1. 概述
铀燃料元件厂以235U富集度为≤5%的核纯UF6为原料,经化工转换制得UO2粉末,再经过芯块制备、单棒制造、组件制造,最终制得燃料组件。
235U富集度小于5%的铀的辐射特性以α放射性为主,兼有一定的β、γ辐射。235U富集度为5%的铀各核素的放射性特性见表1。由于物料α衰变产生的γ射线能量低、强度小,物料本身及设备均能起到一定的自屏蔽作用。铀燃料元件厂目前自动化水平较高,基本不需要工作人员近距离接触物料,通常在设计中主要考虑内照射的防护。在物料大量暂存的岗位,γ辐射水平相对较高,如组件库房剂量率最高 > 50 μSv/h,因此,通常将物料暂存场所布置在独立的库房内,采取实体墙屏蔽。
但是,在组件组装过程中,组件吊装、转运时,需要工作人员短时接触组件,因此需关注组件γ射线对工作人员的外照射辐照危害。本文通过对铀同位素及其衰变子体的放射性分析和计算,给出具体防护建议。
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Table 1. Isotopic composition and radiation characteristics of uranium enriched with U-235 of 5%
表1. U-235富集度为5%的铀同位素组成及其辐射特性
注:表中数据摘自《辐射防护手册第三分册辐射安全》 [1] 中表7.7。
2. 组件模型
除VVER堆型外,轻水压水堆燃料组件通常采用14 × 14至18 × 18根棒束作正方形排列结构。燃料棒外径约9~11 mm、长约4 m。组件中有16~24个燃料棒空位置为控制棒导向管,还有1个燃料棒空位置为堆内中子通量测量位置。AFA系列组件模型图见图1,燃料棒及组件主要技术参数见表2。UO2理论密度10.96 g/cm3,但制备生坯芯块时添加有造孔剂,使得烧结后的UO2芯块含有气孔,燃料棒内UO2芯块不小于理论密度的95%,按95%考虑,取10.41 g/cm3,计算模型也按10.41 g/cm3考虑。
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Figure 1. Model diagram of AFA series components
图1. AFA系列组件模型图
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Table 2. Main technical parameters of AFA series fuel rods and components
表2. AFA系列燃料棒及组件主要技术参数
通常关注组件表面剂量率,因此,在计算模型中,不用考眠上下端座。燃料棒中活性区长度约3600 mm,远大于比组件截面边长214 mm,剂量率在活性区长度方向对称分布,最大剂量值出现在中间截面位置,只需关注在活性区长度方向中间截面位置。
在计算模型中,可以将组件简化为燃料棒、控制棒导向管和中子通量管。简化后的组件计算模型截面见图2。
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Figure 2. Sectional view of component calculation model
图2. 组件计算模型截面图
3. 组件表面剂量率模拟计算
3.1. 仅考虑铀同位素γ能谱的组件剂量率
根据《辐射防护手册第一分册辐射源与屏蔽》 [2],可以得到铀同位素的γ射线能量和绝对强度,将其归一化,可以得到仅考虑铀同位素的γ射线能谱,见表3。根据表2、表3可知,物料γ射线辐射强度为3.23光子/(gU∙s),每个组件的装铀量约为461 kg。绝对强度是指每衰变中γ射线的份额。采用MC程序建模,对组件外表面γ剂量率进行模拟计算,仅考虑铀同位素的γ射线能谱,组件计算模型见图2。
计算得到的组件外表面γ剂量率见表4,根据表4计算结果可知,组件表面(1 mm处)剂量率为2.37 μSv/h,这与组件表面实际测量值(~60 μSv/h)相差较大。说明组件表面的剂量率不仅仅是铀同位素贡献,因此,需要对铀同位素的主要衰变子体进行分析并计算对剂量率贡献。
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Table 3. Gamma spectra when only uranium isotopes are considered
表3. 仅考虑铀同位素的γ射线能谱
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Table 4. Gamma dose rate on components surface when only uranium isotope is considered
表4. 仅考虑铀同位素时组件表面γ剂量率
3.2. 考虑234mPa核素影响的组件剂量率
根据铀同位素的衰变链及子体射线能量分析,主要影响核素初步判断为238U的子体。238U主要衰变子体见图3,主要衰变子体放射性特征见表5。在238U衰变子体中,234mPa发生β衰变产生的β粒子能量高、强度大,β粒子被自身(UO2芯块)阻止,产生轫致辐射。在计算时,考虑234mPa β粒子发生轫致辐射,产生的光子对γ能谱的影响。
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Table 5. Radiation characteristics of the main decay daughters of uranium
表5. U-238主要衰变子体辐射特性
234mPa衰变产生的β粒子能量为2.29 MeV,β粒子在物料中产生轫致辐射,转移给轫致辐射的能量分数为
(1)
式中:
是β谱的最大能量,2.29 MeV;
是吸收β粒子的屏蔽材料(或靶核)的有效原子序数,87 (UO2)。
计算得F = 0.0663,则轫致辐射能量为2.29 MeV × 0.0663 = 0.152 MeV/β粒子。
在屏蔽计算时,可假定轫致辐射的平均能量
是入射β离子的最大能量的1/3,即轫致辐射平均能量Eγ = 0.6 MeV,强度为0.152 MeV/0.6MeV = 0.25。
由于238U半衰期(4.468 × 109a)远大于其衰变子体234Th和234mPa,238U和234mPa放射性长期平衡,因此子体234mPa与母体238U的放射性活度相等。
考虑234mPa β粒子的轫致辐射及其β衰变产生的γ射线后物料的γ能谱见表6。
组件表面γ剂量率计算结果见表7。
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Table 6. Gamma spectrum considering the influence of Pa-234m
表6. 考虑Pa-234m影响的γ能谱
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Table 7. Gamma dose rate on components surface considering the influence of Pa-234m
表7. 考虑Pa-234m影响的组件表面γ剂量率
根据表7计算结果可知,组件表面处γ剂量率较高,表面1 mm处的剂量率为68.251 μSv/h。对比和仅考虑铀同位素时的γ剂量率可以判断,234mPa β粒子的轫致辐射是γ剂量率的主要来源。
4. 结论及防护建议
由上文分析可知,工作人员直接接触操作组件时,由于组件表面的剂量率较大,工作人员会受到一定的辐射剂量。根据在组件库房工作的人员外照射剂量监测数据统计,均小于国家标准规定的限值。从监测数据,由于操作时间有限,即使不采取额外的防护措施,也是可以接受的,但不符合最优化原则。在实际操作中,对工作人员进行操作培训,应尽可能减少与组件的近距离接触;佩戴合适的手套可有效降低γ射线对工作人员肢端的辐照危害;并对手部剂量进行监测。设计时也应考虑尽可能提高自动化水平,减少人工干预。